《核动力厂设计安全规定》规定：安全壳排热系统必须实现在发生任何高流体排放的设计基准事故后，降低安全壳内（）的安全功能，使之保持可接受的低水平。

()系统是在设计基准事故下可以排除安全壳内热量的唯一系统。

A.安全注入

B.安全壳喷淋

C.设备冷却水

D.余热排出

核动力厂放射性核素从安全壳中逸出后的行为取决于核动力厂的()。

A.类型

B.设计

C.工况

D.寿期

AP1000安全壳氢气控制系统在()，限制和降低安全壳内的整体氢浓度。

A.正常运行时

B.设计基准LOCA事故后

C.在严重事故后

D.在堆芯发生恶化或熔化情况时或之后

A.2

B.3

C.4

D.5

A．正常运行

B．预计运行事件

C．设计基准事故

D．严重事故

E．极限事故

A．运行瞬变

B．预计运行事件

C．假设始发事件

D．设计基准事故

设计基准必须规定核动力厂的必备能力，以适应在规定的()要求范围内所确定的运行状态和设计基准事故。

A.安全限值

B.安全设计

C.辐射防护

D.纵深防御

根据核安全法规《核动力厂设计安全规定》(HAF102)，可以认为核动力厂工况按其发生()分类为，正常运行、预计运行事件、设计基准事故和严重事故。

A.频率

B.概率

C.后果

D.影响

A．在正常运行时监测安全壳内大气中的氢浓度

B．在设计基准事故后监测安全壳内大气中的氢浓度

C．在设计基准LOCA事故后，限制和降低安全壳内的整体氢浓度

D．在严重事故后，为防止氢燃烧或爆炸提供纵深防御

E．在堆芯发生恶化或熔化情况时或之后，采用就地点燃释放出来的氢气的方法，防止安全壳内氢整体浓度达到可燃限值

A．安全注入系统

B．安全壳喷淋系统

C．补给水系统

D．余热排出系统

E．取样分析系统